CAP1400核电安全壳焊后热处理数值分析

发布时间：2020-06-10 18:20

【摘要】：钢制安全壳是第三代先进压水堆AP/CAP堆型核电站所特有的设备,是一个包含上下椭圆封头的圆柱形立式钢制压力容器,壳体材料为SA-738 Gr.B钢板。按美国机械工程师学会ASME(American Society of Mechanical Engineers)的锅炉及压力容器规范第III卷,NE分卷进行设计、制造和安装。AP1000型号钢制安全壳已在浙江三门和山东海阳核电建造完成。按照规范要求,只有筒体第一圈与贯穿件插入板间局部钢板较厚处,需要进行焊后热处理,其他焊缝不需要进行焊后热处理。而我国自主化设计的CAP1400型号钢制安全壳结构较AP1000的安全壳直径更大,壁厚也增加,导致整个筒体部分都要求做焊后热处理。因工程建造特点,CAP1400钢制安全壳不能进行整体热处理;同时,现场用电功率不足,也不能按照ASME规范进行局部的整圈焊后热处理。本文根据焊后热处理的特点,焊后热处理不能产生有损产品质量的应力梯度的原则,以及安全壳材料特性和工程结构特点,通过有限元数值分析方法对安全壳的各典型结构进行分析,提出焊后热处理的局部处理建议方案,确保焊后热处理时结构的稳定和安全,保证工程质量。通过拉伸试验,确定国内不同钢厂SA-738 Gr.B钢板的力学性能,得到数值分析中使用的材料实际性能数据;通过不同结构型式的温度梯度分布试验,确定石棉保温板的热传导系数;取钢制安全壳典型结构型式,建立简化的有限元模型;,采用热弹塑性有限元法模拟钢制安全壳环向焊缝局部整圈热处理、局部分段热处理、贯穿件密集区环向焊缝分段局部热处理、设备闸门热处理、人员闸门热处理以及插入板热处理过程。同时,针对设备闸门对沿焊缝进行整圈热处理时,变形值过大,已超过设计方对筒体变形不超过一个壁厚的要求,将焊后热处理转为分段热处理,针对处于不同的结构位置的设备闸门H01和H02,分别进行了数值分析,分析了分段后的变形值和应力值。分析了筒体环焊缝热处理的分段情况、加热要求及温度梯度分布,提出了设备闸门局部焊后热处理的推荐方案。在CAP1400安全壳施工现场进行焊后热处理中进行了变形监测,其结果与本文分析的数据基本一致。
【图文】：

- 2 -图 1-1 钢制安全壳（CV）整体布置图为提高生产效率，提高热处理过程的安全性，保证热处理的效果，不论是技术发展还是对核电现场的施工指导，开展 CAP1400 钢制安全壳焊后热处理研究都是非常有意义的。CAP1400 钢制安全壳是一个大型的核级压力容器，按照美国 ASME 规范，NE分卷进行设计，制造和安装。底封头椭圆形封头，其外侧焊有剪力钉，大部分埋入混凝土中。圆柱形筒体，其内径为 43m，顶封头上设有围堰系统，可将水膜均匀地布置在安全壳的外表面，钢制安全壳总高度为 73.6m。壳体材料为美国 ASME 规范材料 SA-738 Gr.B 钢板，，每个封头由 82 张钢板压制成型的瓣片组成，厚度为43mm，筒体板由 12 圈钢板，每圈 12 张，共计 144 张卷制成型的钢板组成，厚度

哈尔滨工业大学工程硕士学位论文侧的保温宽度大约各为 600mm，并根据实验和分析结果进行调整。但在使用计算机数值分析时，无法获得钢板对保温板，以及保温板对空气之间的热传导系数。故分别根据钢制安全壳典型的焊缝类型进行温度分析试验，参见图 2-2，取得到一个较为合理的热传导系数，以支持数值分析。
【学位授予单位】：哈尔滨工业大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TM623

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